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論文

Study on dryout and rewetting during accidents including ATWS for the BWR at JAEA

佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 354, p.110164_1 - 110164_10, 2019/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:34.3(Nuclear Science & Technology)

原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。

論文

Experimental investigation of Post-BT heat transfer and rewetting phenomena

佐藤 聡; 和田 裕貴; Le, T. D.; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/00

本研究では、Post-BT熱伝達、液滴伝達率およびリウェット挙動を取得するため、BWRのAOOを模擬した条件において実験を行った。熱伝導方程式を解析的に解くことでリウェット挙動を調査し、リウェット速度、壁面温度および先行冷却と濡れ領域における熱伝達率の間の関係を把握した。さらに、Post-BT熱伝達とリウェット挙動へのスペーサ効果を調べるため、ATWS模擬条件において丸セル模擬スペーサを設置した実験を行った。これにより熱伝達率がモデルによる予測よりも増加すること、また低圧、高質量流束条件においてリウェット速度が増加することが示された。一連の実験を通して先行冷却が重要な役割を果たしていると考えられることから、先行冷却に着目した新しい実験を行い、リウェットフロント周辺の液膜と液滴の挙動が先行冷却メカニズムに与える影響を調べた。

論文

海水プール核沸騰素過程に関する研究

上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Thermal Science and Engineering, 25(4), p.65 - 74, 2017/10

福島第一原子力発電所事故において、炉心冷却維持のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がないことから、海水の沸騰熱伝達特性や、海水塩析出の可否、またその析出海水塩の冷却熱伝達に及ぼす影響についての理解が求められている。本研究では、海水プール核沸騰熱伝達実験を実施し、孤立気泡域,合体気泡域,伝熱面焼損時の局所の沸騰伝熱挙動を高速度ビデオカメラによる発泡挙動の撮影や赤外線カメラによる伝熱面温度分布の計測を実施し、海水と蒸留水の核沸騰素過程の違いについて議論した。その結果、海水沸騰では蒸留水に比べて、発泡数が少なくなるとともに、発泡する気泡の径が大きくなるなど、発泡挙動に違いが見られた。また、析出物が伝熱面上に形成された場合は微細な気泡が大量に発生することが確認された。さらに10.0wt%人工海水実験では海水塩析出物によって伝熱面温度が上昇し続け(伝熱面温度の逸走)、伝熱面平均温度が1000$$^{circ}$$Cを超えたところで、伝熱面が焼損した。ただし、その伝熱面焼損は蒸留水実験のように局所の伝熱面温度の急上昇によって起きる現象ではなく、比較的緩やかな温度上昇を経て焼損した。このように海水の沸騰熱伝達は蒸留水とは異なっており、本実験結果は海水を使用した伝熱機器の安全性を考える上で重要な結果である。

論文

Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 2; Validation of JUPITER for free convection heat transfer

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on an original numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Since the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to validate the calculation of the turbulent free convection by the JUPITER. The experimental apparatus is composed of a closed test vessel and an upward-facing horizontal heat transfer surface at the bottom of the test vessel. In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the height direction on the steady condition was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution for the height direction near the side wall also was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. Therefore, we confirmed that the turbulent free convection calculated by the JUPITER is a qualitatively valid data.

論文

海水塩析出物を伴う海水の流動沸騰熱伝達に関する研究

上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 永武 拓; 吉田 啓之

混相流, 31(2), p.162 - 170, 2017/06

東京電力福島第一原子力発電所事故では、非常用冷却水の注水・除熱機能が失われたため海水が注水された。しかし、炉内への海水注入は行われたことがなく、海水による燃料集合体の冷却は検討されていない。本研究では、海水を用いてプール核沸騰実験を実施し、伝熱面温度と伝熱面上の海水塩析出層厚さの測定を行い、海水塩析出物が核沸騰熱伝達へ与える影響について評価した。また、燃料棒と同様な寸法の内管加熱部を持つ鉛直二重管流路での上向き強制流動沸騰実験を実施し、海水の流動沸騰への影響についても議論した。その結果、高濃度の人工海水では、一定かつ低い熱流束であっても壁面過熱度が次第に増加し、既存の伝熱評価式から外れる、伝熱面温度の逸走が起きることを確認した。海水塩析出層厚さの測定から、この伝熱面温度の逸走は、伝熱面上に海水塩の1つである硫酸カルシウムが析出し、時間とともに析出層が厚くなることにより、表面までの熱抵抗が増加して起きる現象であると考えられる。また、海水塩濃度が高いほど、より低い熱流束で伝熱面温度の逸走が起きており、海水塩の伝熱面上での析出は、伝熱面近傍の海水塩濃度が関係すると考えられる。流動沸騰条件では、下流では海水の濃縮が進むため、下流の伝熱面にはプール核沸騰実験よりも低い熱流束で海水塩が析出し、伝熱面温度の逸走が発生することを確認した。

論文

Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 1; Outline of research project

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 山下 晋; 永瀬 文久

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

To perform the decommissioning of the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, it is considered that application of four methods (full submersion, submersion, partial submersion and dry methods) to perform fuel debris retrieval from the reactor pressure vessels and the primary containment vessels. In the dry method, the fuel debris is exposed in air, and neither cooling nor filling of water is involved. Therefore, by using this method, the stopping water leakage from the PCV is not necessary. However, evaluation of the cooling performance of air convection for fuel debris is required to perform this method. JAEA starts the research project to develop an evaluation method to estimate the air cooling performance for fuel debris. The evaluation method is developed based on the JUPITER, which has been originally developed to estimate the relocation behavior of melting fuel, in order to estimate the cooling performance by considering the melting fuel debris distribution as initial and boundary conditions. To develop and validate the simulation method for the air cooling of the fuel debris, experimental database is required. Then, a heat-transfer and flow visualization experiment of free and/or mixed convection adjacent to upward-facing horizontal surface is conducted in this research project.

論文

Numerical simulation of turbulent heat transfer behind a spacer with small-ribs in a subchannel

高瀬 和之

Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-5) (Internet), 11 Pages, 2014/09

超臨界圧水冷却炉の熱設計において、炉心熱効率を向上させるためには炉心出口における冷却材温度を高くすることが必要であるが、このためには燃料温度を高くする必要があり、その結果として燃料被覆管表面温度も上昇するため、被覆管材料の高温劣化が大きな課題であった。そのため、燃料被覆管表面温度の上昇を抑制する一方、冷却材温度の上昇を促進させることが熱設計において期待されていた。そこで、著者は燃料集合体内に存在するスペーサに着目し、スペーサによる伝熱促進効果によって燃料集合体内の熱伝達率を促進させて燃料被覆管表面温度の上昇を抑制することを発案し、そのアイデアの妥当性を数値的に調べた。冷却材である超臨界水の伝熱流動特性を正確に予測するために開発したプログラムを使って、流路入口流速、燃料棒熱流束及びスペーサに設置した微小突起の取り付け角度を種々に変えた条件で計算を行い、スペーサに設けた微小突起によって乱れを促進できること、それに伴って乱流熱伝達率を向上できること、さらには熱伝達率の増大によって燃料被覆管表面温度上昇を抑制できることが明らかになった。

論文

衝突噴流熱伝達特性の実験的解明とJSNS用モデレータ設計への応用

麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 日野 竜太郎; 達本 衡輝; 加藤 崇

日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.179 - 189, 2006/09

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。そこで、衝突噴流による冷却特性に着目し、水素の温度上昇を抑えて水素密度が大きく変化しないように容器構造と流動条件を検討することとした。容器壁のある閉空間における衝突噴流による熱伝達特性を評価するために、2次元定常熱伝導の逆問題解を用いた熱伝達率を求める手法を導入し、JSNSモデレータの円筒型容器を模擬した試験体による実験結果から、熱伝達率分布は、壁のない水平平板に対する分布と異なり、容器壁の影響によって噴流Re数の増加に伴い容器壁周辺の熱伝達率が増加し、モデレータ容器底面r=0$$sim$$70mmの範囲における平均ヌセルト数Nuavは、ノズル高さH/d$$<$$0.4の場合、管内強制対流熱伝達のDittus-Boelterの式の2.5倍以上となることを明らかにした。そして、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような実機運転条件を評価した。

論文

Numerical analysis for heat transfer from a Cd poison in cryogenic hydrogen

達本 衡輝; 加藤 崇; 麻生 智一; 長谷川 勝一; 牛島 勇*; 大都 起一*; 池田 裕二郎

LA-UR-06-3904, Vol.2, p.426 - 434, 2006/06

JSNSでは、パルス幅の短い中性子を得るために、ポイゾン材にCdを採用した。Cdの採用にあたり、ポイゾン材のCdと補強材であるAlとの接合に関する問題があり、その研究開発を行っている。しかしながら、未だ、十分な接合が得られていない。そこで、CdとAlの接合が不十分な場合の低温水素への熱伝達を数値解析コード(STAR-CD)を用いて解析し、Cdの温度上昇を評価した。接合率が5%であっても、Cdの最大温度は75Kまでしか上昇していない。接合が不十分な場合でも、低温水素の強制対流熱伝達でポイゾン板の核発熱を除去できるので、Cdポイゾンは、どんな接合方法でも適用できることがわかった。

論文

Estimation of JSNS moderator flowing condition based on impinging jet heat transfer

麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 達本 衡輝; 加藤 崇; 池田 裕二郎

LA-UR-06-3904, Vol.2, p.385 - 394, 2006/06

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を提案したが、モデレータ容器内の狭い空間内における衝突噴流部の熱伝達特性が不明だったため、水による実規模モデルのモデレータ容器を用いた熱伝達実験を実施した。2次元定常熱伝導の逆問題解を円筒座標系に適用し、熱伝達率を求める手法を確立して容器内熱伝達特性を把握するとともに、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような運転条件を評価した。

報告書

1MW陽子ビーム入射時におけるモデレータ容器内の極低温水素への熱伝達評価

達本 衡輝; 加藤 崇; 麻生 智一; 牛島 勇*; 長谷川 勝一; 大都 起一*

JAERI-Tech 2005-019, 16 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-019.pdf:1.29MB

大強度陽子加速器計画の一環として、物質・生命科学実験施設では、核破砕反応によって発生した高速中性子を極低温水素で減速させる水素循環システムの設計・製作を行っている。本実験施設では、核破砕反応で発生した熱中性子の冷中性子への減速材(モデレータ)として極低温水素(温度20K,圧力0.5から1.5MPa)が採択された。1MWの陽子ビームにより発生した中性子によるモデレータ容器内での核発熱量は3.75kWと見積もられている。極低温水素循環システムは、極低温水素を強制循環させてモデレータ容器に供給することにより、熱中性子、及び、モデレータ容器の冷却を行う。運転圧力、及び、流速条件によっては、モデレータ容器内で沸騰を起こす可能性があり、中性子性能、及び、モデレータ容器の安全性に影響を与える沸騰を防止する設計とする必要がある。このためには、モデレータ容器内の極低温水素の熱伝達を評価する必要があるが、極低温水素の熱伝達特性はほとんど解明されていないのが現状である。本報告では、極低温水素の浸漬冷却・強制冷却特性を一般に用いられている熱伝達相関式に極低温水素の物性に合わせて評価し、極低温水素循環システムの運転状態の違いによるモデレータ容器の温度特性の検討を行った。

論文

Infrared thermography for analyzing heat transfer and fluid flow of benard-cell convection in a rectangular container with free surface

稲垣 照美*; 羽鳥 雅一*; 鈴木 智博*; 椎名 保顕

Proceedings of International Conference on Advanced Optical Diagnostics in Fluids, Solids and Combustion (VSJ-SPIE '04) (CD-ROM), 9 Pages, 2004/12

赤外線サーモグラフィーは2次元表面の温度分布を非接触で計測することができるため、高温領域やセンサーの設置が困難な領域における温度計測に適している。本研究では特に表面に波うちが生じる気液界面に適用し、自由表面を有する矩形容器内でベナール対流が生じている場合の温度を計測することにより従来計測が困難であった気液界面の熱伝達率を測定した。また、乱流モデルによる数値解析を行い、層流から乱流に遷移する自由表面ベナールセルの遷移過程を実験と解析で比較した。その結果、波うちを生じている気液界面の平均熱伝達率とレイリー数の関係式を求めることができた。また、局所熱伝達率はベナールセルのパターンにより変化するが、それは解析により比較的良好に実験を模擬することができるため、解析により評価することが可能であることが示された。これらから、赤外線サーモグラフィーを時間的な変動,変形のある表面温度の測定に適用することの有効性が示された。

論文

自由界面を有する矩形容器内自然対流の伝熱現象と赤外線計測

稲垣 照美*; 金児 敏信*; 羽鳥 雅一*; 椎名 保顕

日本機械学会論文集,B, 70(699), p.279 - 286, 2004/11

赤外線サーモグラフィーは非接触で二次元の温度計測を行うことができる。そこで、通常の手法での温度計測が不可能である気液界面の伝熱現象にこれを適用し、自由表面を有するベナール対流の気液界面における伝熱計測を行った。実験はシリコンオイルを用いて行い、実験結果を数値シミュレーション結果と比較して赤外線サーモグラフィーの適応性,有効性の考察を行った。その結果、赤外線サーモグラフィーにより可視化された対流のセルパターンは数値シミュレーションにより得られたパターンとよく一致した。また、気液界面における熱伝達率とレイリー数の関係は、赤外線サーモグラフィーによる実験結果と数値シミュレーション結果の両者が比較的よく一致した。これらから、赤外線サーモグラフィーは、界面の揺動等を伴い、通常の計測が不可能である気液界面における伝熱現象の計測に有効であることが示された。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:74.66(Physics, Fluids & Plasmas)

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

核破砕中性子源用減速材容器内の衝突噴流挙動; 可視化と熱伝達予備実験

麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

可視化情報学会誌, 23(Suppl.2), p.13 - 16, 2003/10

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒容器である。この小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った(噴流レイノルズ数Re$$sim$$10000)。また、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めるために、これまで用いた限界熱流束実験を参考にした板状ヒータを、減速材容器底面全体を伝熱体とした試験体に改良し、実現象に近づけて熱ロスを抑えた測定を実施した。流動解析結果は流れ場の状況をよく再現したが、熱伝達率については実験と解析結果で差が生じた。乱流モデルや壁関数が要因と推定される。

論文

核破砕中性子源用結合型減速材容器の熱流動実験及び解析評価

麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

日本機械学会関東支部茨城講演会(2003)講演論文集(No.030-3), p.45 - 46, 2003/09

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは、過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒形である。まず、小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った。併せて、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めた。噴流管高さと内径の比が1.0では、流動解析結果は流れ場の状況及び熱伝達率をよく再現した。

論文

潜熱蓄熱円筒カプセルの融解特性に及ぼす実効熱伝導率の影響に関する研究

椎名 保顕; 稲垣 照美*

日本機械学会論文集,B, 69(681), p.1233 - 1241, 2003/05

潜熱蓄熱の蓄熱媒体を多孔体金属に含浸させた複合蓄熱体について、実効熱伝導率が融解特性に及ぼす影響を解析的に調べ以下の結論を得た。解析で想定した蓄熱媒体はOctadecane,水,Li$$_{2}$$CO$$_{3}$$,NaCl,多孔体金属は銅,アルミニウム,炭素鋼である。(1)複合蓄熱体の実効熱伝導率を向上させることにより融解時間を減少させることができることを示した。蓄熱媒体の熱伝導率が低いほど、また、伝熱流体の熱伝達率が高いほど融解時間の減少率は大きくなる。(2)Stが小さい場合に、融解時間を表す近似解析結果を求め、数値解析結果とよく一致することを示した。(3)複合蓄熱体を用いるとフィンの場合より数倍から十倍程度相変化時間を短縮できる可能性がある。(4)非一様熱伝達率を用いた場合と、一様熱伝達率を用いた場合の融解時間の差はたかだか10%程度であり、一様熱伝達率を用いても大きな誤差は生じない。

論文

円管内の伝熱流動に及ぼす多孔性材料の影響

植村 拓也*; 武田 哲明; 一宮 浩一*

日本機械学会山梨講演会講演論文集(020-4), p.49 - 50, 2002/10

伝熱面を加工することなく流路内に繊維状の金属細線を挿入し、熱伝導率及び伝熱面積の拡大を利用した伝熱促進法において、熱伝導率の高い銅線を用いて空隙率が高い場合の熱伝達,圧力損失などの基本特性を調べる実験を行った。その結果、レイノルズ数1500から5000の範囲において平滑管の場合より20%以上の伝熱促進効果が得られた。流路壁温度が240$$^{circ}C$$以下の場合、ポンプ動力一定条件下では、熱伝達率が1.3から1.5倍増大した。

論文

ROSA/LSTF装置を用いた将来型炉の安全系に関する研究

与能本 泰介; 大津 巌; 中村 秀夫; 近藤 昌也; Svetlov, S.*

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.215 - 220, 2002/06

日本原子力研究所では、軽水炉の安全性評価・確認のために整備した一連の研究施設を用いて、将来型原子炉の安全性解析手法や最適設計手法の高度化を目指した研究を進めている。主たる対象は、近い将来に安全審査が行われる可能性のある大型軽水炉(APWR+, ABWR-II)であるが、いわゆる革新的原子炉も検討対象に含まれている。この計画では、ROSA/LSTF装置等の大型の熱水力装置を用いて実証的な実験,現象理解や性能把握のための基礎実験,コード整備を行う。本論文では、APWR+の新型安全系やAM策の評価のために重要な自然循環について、これまでの関連する実験結果の概要をまとめ、非一様流動の把握,解析が最重要であることを述べる。また、革新的原子炉用の非常用熱交換器での凝縮現象に関し、ロシアのSPOT実験を用いた将来の相関式の評価、並び、二相流流動と伝熱の同時計測を特徴とする基礎実験についてまとめる。

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